СОДЕРЖАНИЕ
Введение................................................................4
Глава 1. Литературный обзор............................................13
1.1 Концепция разработки малоактивируемых конструкционных материалов ...................................................................13
1.2 Программное обеспечение для расчета ядерных трансмутаций........14
1.3 Основные принципы разработки и создания малоактивируемых металлических материалов...........................................17
1.4 Структурно-фазовые изменения металлических материалов при облучении..........................................................21
Глава 2. Методика исследований........................................44
2.1 Материалы для исследования......................................44
2.2 Панорамный элементный анализ образцов...........................46
2.3 Электронная просвечивающая микроскопия в изучении структуры материалов '.......................................................47
2.4 Облучение материалов электронами................................48
2.5 Расчет трансмутационных ядерных изменений в металлических материалах при нейтронном облучении................................49
Глава 3. Расчет активации и ядерных трансмутаций химических элементов. Требования! к чистоте материалов при их облучении в различных ядерных установках..........................................52
3.1 Модернизация программного комплекса ACTIVA......................52
3.2 Оценка активации химических элементов при их облучении в различных ядерных установках.................................................54
3.3. Расчеты трансмутационных превращений алюминия и сплавов на его основе, облученных нейтронами различного энергетического распределения 58
ГЛАВА 4. Фазовые изменения при нейтронном облучении металлических конструкционных материалов............................................63
4.1. Исследование влияния плотности нейтронного потока на трансмутационные превращения ванадия, галлия, титана, хрома и кремния и выход долгоживущих радионуклидов...................................63
4.2. Оценка ядерных трансмутаций при облучении, ванадиевых сплавов нейтронами термоядерного реактора различного флюенса и их влияние на фазовую стабильность материалов....................................66
4.3. Исследование влияния трансмутационных превращений химических элементов при облучении ряда сталей быстрыми нейтронами реактора ЬН-600 на их фазовую стабильность.......................................75
Глава 5. Структурно-фазовые изменения и радиационное упрочнение ванадия, алюминия и его сплавов при электронном облучении..............83
5.1 Введение.........................................................83
5.2. Кинетическая модель зарождения и роста дислокационных междоузельных петель.................................................85
5.3 Модифицированная кинетическая модель зарождения и роста дислокационных петель..............................................88
5.4 Основные формулы классической теории гомогенного зарождения 91
5.5 Экспериментальные данные и их анализ.............................93
5.6 Кинетика радиационного упрочнения, обусловленного образованием дислокационных междоузельных петель в ванадии, алюминии и его бинарных сплавах при электронном облучении........................127
Основные выводы диссертации...........................................132
Приложение № 1 (к разделу 2.2)........................................134
Приложение № 2 (к разделу 3.1)........................................136
Приложение № 3 (к разделу 3.2)........................................141
Приложение № 4 (к разделу 3.3)........................................144
Приложение № 5 (к разделу 4.1)........................................146
Приложение № 6 (к разделу 4.3)........................................147
Приложение № 7 (к разделу 5.5)........................................150
Литература...........................................................152
3
Введение
Дальнейший прогресс в развитии ядерной энергетики в значительной степени связан с решением экологических проблем, обусловленных радиологическими аспектами демонтажа конструкций и конструктивных
элементов реакторов, переработки и захоронения радиоактивных отходов. По различным оценкам общемировой ежегодный объем утилизируемых радиоактивных отходов составляет около ■ 20 млн. тонн. Основными
источниками отходов являются военные и промышленные ядерные установки, заводы по производству и переработке ядерного топлива и радиоактивные конструкции ядерных установок (стационарные реакторы, атомные-подводные лодки и др.) при; выводе последних из эксплуатации. Одним из наиболее эффективных методов снижения объема, радиоактивных отходов является применение в реакторостроении, так называемых малоактивируемых
материалов: •
Основные принципы разработки и создания малоактивируемых
материалов заключаются в следующем [1]: выбор матричных и легирующих элементов сплавов и легирующих элементов'сталей, обладающих наиболее быстрым спадом наведенной радиоактивности, и ограничение до минимально возможного уровня в этих композициях, содержания примесей, образующих при нейтронном облучении долгоживущие радионуклиды. При этом по эксплуатационным свойствам и, в первую очередь, по радиационной стойкости, малоактивируемые материалы, по крайнем мере, не должны уступать сталям и сплавам, традиционно применяемыми в ядерной энергетике.
Впервые возможность применения в ядерной энергетике нетрадиционных по составу конструкционных металлических материалов, обладающих ускоренным спадом наведенной радиоактивности и высокой радиационной стойкостью, экспериментально была показана в. совместной работе ИМЕТ АНСССР и НИИАР Минсредмаш [2]. данной работе были проведены сравнительные исследования влияния нейтронного облучения на механические
4
свойства хромоникелевой стали 31685, широко применяемой в активных-зонах зарубежных ядерных реакторов деления, и хромомарганцевой стали ЭП-838 с уменьшенным содержанием неблагоприятного в' активационном отношении никеля (12% и 4% соответственно), который частично был заменен на марганец. Сталь ЭП-838 была разработана в ИМЕТ АНСССР [3] для конструкций и конструктивных элементов тепловых электростанций.
В работе [2] было показано, что по сравнению со сталью 31688, облученная нейтронами сталь ЭП-838 имеет более высокую пластичность, что также было подтверждено и при аналогичном исследовании этих материалов в Ок-Риджской Национальной лаборатории (США) [4]. Как было показано в последующих работах (см., например [5]), сталь ЭП-838' по сравнению со сталью 31688 обладает и более высоким сопротивлением распуханию.
Дальнейшие разработки ИМЕТ РАН [6] и Ок-Риджской Национальной. Лаборатории. [7], в том числе совместные [8], привели к созданию, хромомарганцевых сталей с наиболее быстрым* спадом наведенной* радиоактивности; в которых никель был полностью исключен'из их состава и заменен на марганец (стали типа Ре-20Мп-12Сг).
В процессе разработки и создания технологии промышленного производства стали Х12Г20ВТ [9] ГЕОХИ РАН и ИМЕТ РАН проводились расчеты параметров активации различных шихтовых материалов и соответствующих композиций этой стали, созданных на их основе.
На Рис. 1 приведены результаты сравнительных расчетов кинетики спада наведенной радиоактивности в облученной нейтронами стали Х12Г20ВТ и в сталях 31688 и ЭП-838.
»
I
I
I
}
5
1
со
2
10 0.1 1 Е-3 1 Е-5 1 Е-7 1 Е-9
рооототехмики Норма для
\ —±
персонала \
—■—31658
—•—ЭП-838 Д у 1 *>Г?ППТ
т д иі 1
0,01 0.1 1 10 100 1000 Продолжительность выдержки, годы
Рис. 1. Кинетика спада наведенной
радиоактивности в сталях 31688, ЭП-838 и Х12Г20ВТ после нейтронного облучения в реакторе БОР-60 флюенсом 2-Ю23 см*2, (компьютерное моделирование [ГЕОХИ-ИМЕТ]).
При разработке композиций малоактивируемых материалов и создании технологий их производства, основополагающая роль принадлежит оценке активации этих материалов для условий их возможного применения и последующего спада наведенной радиоактивности с использованием метода компьютерного моделирования. Характерный пример такого подхода приведен выше для стали Х12Г20ВТ (см. разделы 3.1-3.3).
Как уже отмечалось, при разработке малоактивируемых материалов, особую роль приобретают не только вопросы выбора матричных и легирующих элементов сплавов, но и оценка влияния на параметры активации примесей, образующих при облучении долгоживущие радионуклиды. В связи с этим в данной работе широко использовался метод панорамного элементного анализа, который в отличие от традиционного химического анализа позволяет определить сверхнизкие (вплоть до 10* %) концентрации практически всех примесных элементов, неблагоприятных в активационном отношении.
Тенденция повышения срока эксплуатации материалов ядерной энергетики диктует необходимость уделять внимание процессам наработки и выгорания элементов в процессе облучения, которые могут изменять не только химический состав материала, но и приводить к их фазовой нестабильности. Отмеченные вопросы специально рассматриваются в разделах 4.1-4.3 диссертационной работы, посвященным моделированию фазовых изменений в ряде сталей и сплавов на основе ванадия в результате трансмутационных эффектов при нейтронном облучении. В работах [10, 11] впервые показано влияние ядерных трансмутаций при нейтронном облучении на изменение
6
химического состава в результате выгорания и наработки элементов и, как следствие, на фазовую стабильность материалов.
Исследования влияния трансмутационных ядерных превращений на свойства материалов проводились в диссертационной работе параллельно с исследованием влияния радиационных дефектов на структурно-фазовые изменения и радиационную повреждаемость малоактивируемых металлических материалов. В совокупности эти исследования представляют несомненную актуальность для радиационной физики металлов и радиационного металловедения. В частности, исследовано влияние облучения электронами на процессы зарождения и роста дислокационных междоузельных петель в-ванадии, алюминии и его сплавах, которые в значительной степени определяют структурно-фазовую нестабильность и радиационную повреждаемость, металлических материалов.
Впервые предложена кинетическая модель, корректно описывающая* зарождение и рост дислокационных петель, включая инкубационный период, периоды увеличения плотности, и размера петель вплоть до выхода общей' концентрации междоузельных атомов, в петлях на насыщение. Также впервые на основе анализа, как оригинальных, так и литературных экспериментальных данных, с использованием разработанной модели и классической теории зарождения, определены основные параметры зарождения петель в ванадии, алюминии и его сплавах, число междоузельных атомов в зародышах критического и закритического размеров, фактор Зельдовича и изменение свободной энергии Г иббса при образовании зародышей критического размера. Получен также ряд параметров, характеризующих рост петель при их постоянной плотности в зависимости от скорости введения дефектов, чистоты материалов и температуры облучения (см. разделы 5.1-5.5). Начоснове анализа как оригинальных данных, так и результатов исследований радиационной стойкости малоактивируемых сплавов на основе системы А1-1^-8с, ранее разработанных ИМЕТ и ВИЛС, в разделе 5.5 обоснована целесообразность применения этих сплавов в конструктивных элементах реакторов типа ВВЭР.
7
В разделе 5.6 показано, что на основе электрономикроскопических данных по определению размеров и плотности дислокационных петель можно оценить кинетику радиационного упрочнения и охрупчивания облучаемых материалов.
Цель работы состояла в следующем:
Исследование структуры и свойств конструкционных малоактивируемых материалов при облучении.
В соответствии с поставленной целью в работе решали следующие задачи:
*• модернизация программного обеспечения ACTIVA для оценки ядерных трансмутаций при:облучении нейтронами и др. активирующим излучением;
• оценка ядерных трансмутаций с использованием компьютерного моделирования воздействия нейтронов деления и синтеза на фазовую ' стабильность и свойства' ряда перспективных малоактивируемых конструкционных материалов: их активация, выгорание и наработка элементов;
• исследование влияния электронного и нейтронного облучения на процессы' зарождения» и роста дислокационных междоузельных петель в ванадии, алюминии-и его сплавах;
• разработка модельных представлений, описывающих процессы эволюции дислокационных междоузельных петель и радиационного упрочнения и охрупчивания при облучении.
Научная новизна работы состоит в следующем:
• модернизированы алгоритмы и полностью переработан код отечественной программы ACTIVA для расчета трансмутационных превращений при нейтронном облучении материалов;
• оценены ядерные трансмутации и рассчитана кинетика спада наведенной радиоактивности для алюминия и его сплавов: Al-99,999%, Al-0,01%Sc, А1-1,0%Sc, Al-2%Mg-0,1 %V, Al-2%Mg-0,2%Sc-0,1 %V-0,15%Zr, Al-2%Mg-
0,38%Sc-0,02%Ce-0,15%Zr, при нейтронном облучении в реакторах ВВЭР-1500,
ВВР; проведено сравнение активационных свойств корпусной стали СК-15 (15Х2НМФА) и сплава Al-2%Mg-0,38%Sc-0,02%Ce-0;15%Zr, как перспективного конструкционного материала для реактора типа ВВЭР;
• сделан прогноз возможных фазовых изменений сплавов У-4ва, У-ва-Б! и V-4Сг-4'П при - их облучении нейтронами термоядерного реактора различного флюенса в результате ядерных трансмутаций элементов; оценено пороговое значение флюенса нейтронов, при котором эти сплавы критически деградируют;
• сделан прогноз фазовой стабильности ферритных сталей Ре-9Сг^-У-Мп и ЭК-181 при облучении нейтронами реактора БН-600 при различном флюенсе путем расчета хромо-никелевых эквивалентов и использования фазовой диаграммы Шеффлера-Шнейдера;
• предложена кинетическая модель, включающая в себя анализ-инкубационного периода образования зародышей петель, стадии стационарного-зарождения- петель- и выхода общей концентрации- междоузельных атомов* в петлях на насыщение;
• впервые определены- основные параметры зарождения петель в ванадии, алюминии и его сплавах: число атомов в зародышах критического и закритического размеров, фактор Зельдовича и свободная энергия Гиббса образования зародышей критического размера; рассчитан ряд параметров, характеризующих рост петель при их постоянной плотности в зависимости от скорости введения дефектов, чистоты материалов и температуры облучения;
• с использованием предложенной в диссертации формулы, описывающей кинетику радиационного упрочнения, обусловленного образованием дислокационных междоузельных петель, проведены оценки радиационного упрочнения в ванадии, алюминии- и его сплавов на основе электромикроскопических данных по зарождению и росту дислокационных междоузельных петель в этих металлах.
9
Практическая ценность
• Модернизировано программное обеспечение ACTIVA для оценки ядерных трансмутаций при облучении нейтронами и др. активирующим излучением. Программа имеет развитый пользовательский интерфейс, создана в архитектуре объектно-ориентированного программирования на языке С#, обновлены библиотеки ядерно-физических данных, упрощена компиляция атласа активации, который может быть использован для практических расчетов сторонними пользователями.
• Проведены систематические расчеты активации, кинетики спада наведенной, радиоактивности, а также выполнены оценки допустимых содержаний элементов в малоактивируемых конструкционных материалах, после облучения нейтронами различных ядерных установок (реакторы деления на тепловых и быстрых нейтронах, а также реакторы термоядерного-синтеза).
•< Показано, что сплавы на основе алюминия и, в частности, системы Al-Mg-Sc могут быть использованы в качестве конструктивных малоактивируемых материалов ядерных реакторов деления. Определены радионуклиды, контролирующие остаточную радиоактивность низколегированной стали GK-15 и сплавов на основе алюминия. Приведены элементы, на которых эти радионуклиды нарабатываются.
• На основании результатов- панорамного анализа реальных образцов материалов и шихтовых материалов выполнены расчеты активации и кинетики спада наведенной радиоактивности и мощности дозы для сталей Fe-9Cr-W-V-Мп и ЭК-181 (реактор БН-600) и сплавов на основе ванадия V-4Ga, V-Ga-Si и-V-4Cr-4Ti (термоядерный реактор).
• На основе предложенной кинетической модели, описывающей процесс эволюции междоузельных петель, разработано программное обеспечения для расчета параметров зарождения и роста дислокационных петель - «Dloops». При помощи данной программы оценены параметры зарождения и роста дислокационных междоузельных петель в ванадии, алюминии и его сплавов с Mg, Zn и Sc:
10
• Получена формула, корректно описывающая экспериментальные данные и прогнозирующая радиационное упрочнение материалов при более высоких дозах облучения.
Основные положения, выносимые на защиту:
• модернизация программного обеспечения ACTIVA для расчета активации и ядерных трансмутаций при нейтронном облучении материалов; новая объектно-ориентированная модель программного комплекса;
• сравнительные результаты расчета ядерных трансмутаций, активации, кинетики- спада наведенной радиоактивности и мощности дозы, для ряда конструкционных материалов . при: облучении • нейтронами, различного энергетического- распределения; а так же значения предельно допустимых концетраций элементов с точки зрения вклада в активацию материала для ядерных установок;. '
• прогноз возможных фазовых изменений; сплавов V-4Ga, V-Ga-Si и V-4Gr-4Ti при их облучении нейтронами^ термоядерного синтеза при различных флюенсах; оценка порогового значения флюенса нейтронов, при котором, эти сплавы, критически деградируют;
• прогноз фазовой стабильности ферритных сталей Fe-9Cr-W-V-Mn и ЭК-181 при их облучении нейтронами реактора БН-600 при различном флюенсе путем расчета хромо-никелевых эквивалентов и положения на фазовой диаграмме Шеффлера-Шнейдера;
• кинетическая модель, описывающая процесс зарождения и роста дислокационных петель в ванадии, алюминии и его сплавах; оценка ряда параметров, характеризующих рост петель в зависимости от скорости введения дефектов; чистоты материалов и температуры облучения;
• оценка параметров радиационного упрочнения в ванадии, алюминии и его* сплавов с использованием полученной в. диссертации формулы, описывающей кинетику упрочнения в - облучаемых . материалах, на; основе электрономикроскопических данных по размерам и плотности дислокационных петель;
Апробация работы проводилась на следующих научных конференциях:
1. Международный конгресс по аналитической химии (1СА8-2006), Москва, 25-30 июня 2006 г.;
2. Российская конференция «Материалы ядерной техники», (МАЯТ-ОФИЭ-
2006) Агой, Краснодарский край, 3-7 октября 2006 г.;
3. Конференция молодых ученых в ИМЕТ РАН, Москва,20-24 ноября 2006 г.;
4. XVII Международное совещания «Радиационная физика твердого тела», Севастополь, 9-14 июля 2007 г.;
5. Российская конференция «Материалы ядерной техники», (МАЯТ-ОФИЭ-
2007) Звенигород, МО, 18-22 ноября 2007 г.;
6. VIII Межвузовская научная школа молодых специалистов, Москва, 24-25 ноября 2008 г.;
7. XXXVIII Международная конференция по физике взаимодействия заряженных частиц с кристаллами, Москва, 27-29 мая 2008 г.;
8. Отраслевой семинар «Физика радиационных повреждений материалов атомной техники», Обнинск, Калужская область, 21 -23 апроеля 2009 г.
12
Глава 1. Литературный обзор
1.1 Концепция разработки малоактивируемых конструкционных материалов.
Впервые идея разработки и создания малоактивируемых металлических конструкционных материалов появилась в середине 70-х годов в связи с проектами создания реакторов термоядерного синтеза.
Управляемый термоядерный синтез может быть осуществлен с использованием следующих ядерных реакций:
В настоящее время приоритетное развитие получило направление по разработке проектов «чистого» термоядерного реактора-токамака на*- основе реакции- (1.1), в котором- в отличие от «гибридного» реактора-токамака отсутствует делящееся ядерное топливо [1].
Концепция создания- малоактивируемых конструкционных материалов основана на использовании для их производства химических элементов, обладающих наибольшими скоростями спада наведенной радиоактивности: Это означает, что после определенного периода выдержки остановленного реактора, он может быть демонтирован с применением робототехники, или работы персонала без использования средств специальной защиты. При этом, в соответствии с принятыми радиологическими стандартами допустимые уровни мощности экспозиционной дозы не должны превышать МО'2 Зв/ч и 28 мкЗв/ч,-соответственно.
Начальным этапом при разработке малоактивируемых материалов является расчет активируемости различных химических элементов , при их облучении нейтронами или другими частицами соответствующего энергетического
И] Не] + п\ (1 ШэВ)
£>,2 Не] + п'0(2,5МэВ)
О] + Не] -> Не] + Н\ (14МэВ) я;0 + В" -> 3 • Не](9МэВ)
(1.1)
(1.2)
(1.3)*
(1.4)
13
спектра, что требует использование дифференциальных сечений ядерных реакций, а не интегральных, как например, в случае активации тепловыми нейтронами. При этом необходимо во взаимосвязи рассматривать ядерные реакции и высокого порядка (вплоть до 6-го), включающие как продукты активации, так и продукты распада, что существенно усложняет систему расчетов. В ряде случае необходимо учитывать и реакции проходящие на вторичных заряженных частицах, например на протонах, образующихся по реакции (п,р), [23] а также оценивать взаимопревращения элементов и тепловыделение, сопровождающее процесс радиоактивною распада.
Разработка малоактивируемых материалов принадлежит к динамично развивающемуся разделу радиационного материаловедения. В результате анализа библиографической информации, по этому направлению показано, что период удвоения информации составляет около 5-6 лет, в то время1 как в «классических» областях науки этот период занимает более 10 лет [12^13].
1.2 Программное обеспечение для.расчета ядерных трансмутаций
Впервые расчеты активации большинства элементов периодической системы, представляющих интерес для разработки малоактивируемых материалов с оценкой основных долгоживущих радионуклидов и предельно допустимых концентраций элементов, на которых они нарабатываются, были проведены в ГЕОХИ АНСССР [14] и в атомных научных центрах Англии [15] и Германии [16]. В результате дальнейших совместных разработок ГЕОХИ РАН и ИМЕТ РАН физико-математических основ компьютерного моделирования трансмутационных ядерных превращений при нейтронном облучении был создан первый и пока единственный отечественный програмный комплекс ACTIVA [17, 18], который впоследствии был модернизирован, в том числе, в ходе выполнения диссертационной работы (см. раздел 3.1).
В. настоящее время наряду с программой ACTIVA, создан ряд аналогичных зарубежных программ (FISPACT, ANITA, ACTIVA, АСТ4, RACC, FRINDA) [19]. В Европейском союзе приоритетное использование получила
14
- Київ+380960830922